Pompy ciepła | Oświetlenie LED, żarówki LED | Kolektory słoneczne | Certyfikat energetyczny | Podłogówka
Wzrost zainteresowania małymi elektrowniami jądrowymi... Reaktory jądrowe o małej mocy, a więc i mniejsze pod względem
konstrukcyjnym, stanowią doskonałe źródło energii dla potrzeb wojska,
szczególnie jeśli mogą być przenoszone z miejsca na miejsce. Armia amerykańska
od samego początku rozwoju energetyki jądrowej wykazywała duże
zainteresowanie elektrowniami niewielkich rozmiarów. Z początkiem 1953 r.,
kiedy to w rejonie północnego koła podbiegunowego zainstalowano dziesiątki
bezzałogowych stacji radarowych w celu stałego śledzenia ewentualnego ataku
powietrznego ze strony Związku Radzieckiego, problemem stało się ciągłe,
uciążliwe dostarczanie paliwa do ich siłowni Diesla. Stąd też armia amerykańska
była bardzo zainteresowana wykorzystaniem energii jądrowej do zasilania tychże
stacji. W ramach porozumienia zawartego pomiędzy Komisją Energii
Atomowej (AEC) a Korpusem Wojsk Inżynieryjnych (United States Army Corps of
Engineers, USACE), uruchomiono program rozwoju małych reaktorów jądrowych na
potrzeby wojska, tzw. Army Nuclear Power Program (ANPP). Na zlecenie dowódcy
wojsk inżynieryjnych gen. Samuela Sturgisa opracowano w Oak Ridge (Tennessee)pod
kierunkiem Alfreda Bocha, konstrukcję małego reaktora wojskowego. Prototyp
tego reaktora, z przeznaczeniem głównie dla celów szkoleniowych SM-1 o mocy 2
MWe, uruchomiono w kwietniu 1957 r., a więc kilka miesięcy wcześniej niż
pierwszą dużą elektrownię jądrową w Shippingport (Pensylwania) w Forcie
Belvoir (Virginia), zaledwie 18 mil od Białego Domu. Dostawcą reaktora SM-1,
podobnie zresztą jak i dwóch kolejnych, była firma Alco Products (dawna
American Locomotive Company) z Schenectady (stan Nowy Jork). Warto podkreślić,
iż była to wówczas jedyna w świecie firma, której pracowały jednocześnie
trzy elektrownie jądrowe (SM-1, SM-1A i PM- 2A). W 1962 r. w Forcie Greeley w pobliżu miasta Delta Junction na
Alasce uruchomiono kolejny reaktor SM-1A o mocy elektrycznej 2 MW oraz
dostarczający ciepło w ilości 17,1 t pary na godzinę. Reaktor SM-1 pracował
do 1972 r., a SM-1A do 1973 r. Były to jeszcze reaktory stacjonarne, ale już
wkrótce pojawiły się reaktory przewoźne (mobilne). Pierwszy w świecie
reaktor przewoźny to PM-2A o mocy 2 MWe, uruchomiony w lutym 1961 r. w bazie
wojskowej Camp Century, ok. 240 km od Thule na Grenlandii. Montaż tego reaktora
wykonało pod kierunkiem jednego oficera 18 przeszkolonych specjalistów w ciągu
77 dni. Z kolei w bazie Sundance (Wyoming) w 1962 r. Amerykańskie Siły
Powietrzne (U.S. Air Force) uruchomiły reaktor PM-1 o mocy 1,25 MWe,
dostarczony przez firmę The Martin Company (później znana jako
Martin-Marietta, a obecnie jako Lockheed-Martin). Reaktor ten służył do
zasilania m.in. stacji radarowej ukierunkowanej na wykrywanie pocisków nadlatujących
od strony bieguna północnego, a wystrzelonych ze Związku Radzieckiego. Również
w bazie McMurdo na Antarktydzie amerykańska marynarka wojenna (U.S. Navy)
uruchomiła reaktor PM-3A, zwany popularnie "Nukey Poo", o mocy początkowo
1,5 MWe, a później 1,75 MWe Reaktor został tak zaprojektowany, by mógł być
dostarczony na miejsce samolotem transportowym, aczkolwiek w tym przypadku został
dowieziony na miejsce drogą morską, tj. statkiem USS Arneb. Reaktor PM-3A
uruchomiono w trzy miesiące po dostarczeniu go na miejsce. W latach 1962-1972
wyprodukował on 78 mln kWh energii elektrycznej, a ciepło odpadowe
wykorzystywane było z kolei do odsalania wody morskiej. Ciekawym wykorzystaniem
reaktora jądrowego MH-1A o mocy 10 MWe było zainstalowanie go na
zmodyfikowanym statku Sturgis typu Liberty. Statek ten zacumowany w strefie Kanału
Panamskiego dostarczał energię elektryczną w latach 1968-1975 (okres kiedy
Stany Zjednoczone prowadziły wojnę w Wietnamie), umożliwiając tym samym
przepływanie przez kanał 2500 statków rocznie więcej niż zwykle. W 1976 r.
statek Sturgis po zakończeniu misji został odholowany z Kanału Panamskiego do
James River Fleet. Nie powiodły się natomiast próby zbudowania małej, zwartej
elektrowni, tj. reaktora sprzężonego bezpośrednio z turbozespołem, typ ML-1.
Miał to być unikalny "reaktor w walizce", moderowany wodą i chłodzony
azotem. W celu zminimalizowania masy i objętości reaktora zaprojektowano układ
chłodzenia przy użyciu azotu pod ciśnieniem 0,9 MPa. Temperatura azotu na
wlocie do reaktora wynosiła 425 st. C, a na wylocie 650 st. C, przy czym odległość
fizyczna między wlotem i wylotem wynosiła zaledwie 60 cm. Ponadto ograniczono
nieco osłony (również w celu zmniejszenia masy przy transporcie), tak że
strefa wyłączona dla ludzi wynosiła 150 m. Całość elektrowni mieściła się
w sześciu kontenerach i ważyła 44 t, co dawało możliwość transportu nie
tylko koleją, ale również samolotem transportowym. Reaktor zaprojektowany na
300 kWe osiągnął moc zaledwie 140 kWe i niestety pracował tylko kilkaset
godzin. W 1963 r. elektrownia ML-1 została ostatecznie zamknięta. Uwzględniając kolejny reaktor wojskowy SL-1 uruchomiony w
celach szkoleniowych (dla przyszłych załóg elektrowni wojskowych) w styczniu
1961 r. w ośrodku badawczym INEL (Idaho National Engineering Laboratory w
stanie Idaho), ogółem w ramach programu ANPP zbudowano i uruchomiono osiem
reaktorów. Należy wyjaśnić, iż we wszystkich wyżej wymienionych
przypadkach związanych z zamknięciem elektrowni, paliwo jądrowe zostało z
nich usunięte, pozostała część technologiczna zdekontaminowana i częściowo
zdemontowana. Również w Związku Radzieckim zaprojektowano i uruchomiono
na przełomie lat 1950/60 mobilne reaktory jądrowe, służące do zasilania w
energię miejsc znacznie oddalonych od sieci. Ich przeznaczeniem było
dostarczanie energii elektrycznej oraz ciepła w mało zaludnionych okręgach
dalekiej północy. W 1961 r. rozpoczęto w Obnińsku eksploatację
eksperymentalnej ruchomej elektrowni jądrowej TES-3 (Transportnaja
ElektroStancja wersja nr 3) o mocy 1,5 MWe. Zastosowano w niej reaktor z
moderatorem oraz chłodzeniem wodnym pod ciśnieniem. Konstrukcja siłowni składała
się z czterech dużych segmentów, które można było transportować na
czterech platformach samochodowych lub jednym wagonie kolejowym. Jej zaletą było
głównie to, że dla jej eksploatacji nie potrzeba było żadnych budynków.
TES-3 była też traktowana jako wojskowa elektrownia ruchoma. Na bazie doświadczeń
z TES-3, która pracowała do 1966 r., skonstruowano i uruchomiono następny
rodzaj małej przewoźnej siłowni jądrowej ARBUS (Arkticzeskaja Reaktornaja Błocznaja
Ustanowka) o mocy 750 kWe. Jako moderatora oraz chłodziwa w obiegu pierwotnym użyto
tutaj cieczy organicznej, tj. oleju napędowego. Całość urządzeń ARBUSA
stanowiła masę 360 t. W 1965 r. uruchomiono kolejną pilotową siłownię jądrową
VC-50 o większej mocy, tj. 50MWe. Aktualnie po wielu latach przerwy zarówno w Stanach
Zjednoczonych, jak i w Federacji Rosyjskiej wznowiono prace nad nowymi rozwiązaniami
małych reaktorów mobilnych określanych jako SMR (Small Modular Reactor). Słowo
modularny oznacza, iż reaktory te są wytwarzane fabrycznie jako moduły możliwe
do transportowania, które składa się na placu budowy. Wymienić tutaj należy
zaawansowane już prace prowadzone w Argonne National Laboratory nad reaktorem
STAR-LM (Secure Transportable Autonomous Reactor - Liquid Metal) o mocy 300-400
MWth, czy jego odmianą do wytwarzania wodoru - STAR-H2 oraz na Uniwersytecie
Kalifornijskim w Berkeley nad reaktorem ENHS (Encapsulated Nuclear Heat Source).
Ostatnio trzy amerykańskie laboratoria tj. Lawrence Livermore, Los Alamos i wyżej
wspomniane już Argonne zaprojektowały modułowy reaktor o nazwie SSTAR (small,
sealed, transportable, autonomous reactor) co oznacza mały, zamknięty, przewoźny
i autonomiczny reaktor. W reaktorze SSTAR paliwo jądrowe, ciekłe chłodziwo,
jak i wytwornica pary zostały umieszczone wewnątrz zabezpieczającej obudowy,
z możliwością bezpośredniego przyłączenia rurociągów do turbozespołu.
Reaktor ten o mocy 10 do 100 MWe i zakładanym czasie pracybez przeładunku
paliwa - 30 lat, to reaktor na neutrony prędkie, chłodzony ciekłym ołowiem.
Właśnie z uwagi na wymagany długi czas pracy bez przeładunku paliwa, reaktor
ten został zaprojektowany jako reaktor powielający, tj. wytwarzający podczas
eksploatacji dodatkowo paliwo jądrowe, którym staje się Pu-239 z
nierozszczepialnego U- 238. Zastosowanie jako chłodziwa ciekłego metalu daje z
kolei możliwość wykorzystania pompy elektromagnetycznej, tj. pompy
pozbawionej jakichkolwiek części ruchomych. Całkowite wymiary tego reaktora
to: długość ok. 15 m, średnica 3 m, masa nie przekracza 500 t (wersja 10 MWe
mniej niż 200 t), co umożliwia jego transport drogą morską lub lądową. Z
uwagi na wysoką temperaturę pracy chłodziwa (ok. 800 st. C) może on być
wykorzystywany także do produkcji wodoru Amerykański Departament Energii
przewiduje uruchomienie prototypu reaktora SSTAR ok. 2015 r. Wszystkie wyżej wspomniane to reaktory bardzo zaawansowane
technologicznie, również bezpieczniejsze i ekonomiczniejsze i zaliczane do
reaktorów IV generacji. Warto też przybliżyć nowy projekt rosyjskiej modułowej
elektrowni jądrowej o nazwie Angstrem. Została ona zaprojektowana na bazie doświadczeń
z reaktorami napędowymi do okrętów podwodnych. Elektrownia ta może być
dostarczona w gotowych do montażu modułach (9 do 12 sztuk) i transportowana
samolotem lub koleją. Może być również zamontowana na stałe na kolejowej
platformie. Jest przewidziana do pracy w trudniejszych warunkach, tj. w strefie
o podwyższonej sejsmiczności, w suchym klimacie oraz w zakresie temperatur
otoczenia od -60 do +40 st. C. Może ona dostarczać energię elektryczną o
mocy 6 MWe oraz energię cieplną do 14 MWth, jak również może być
wykorzystana do odsalania wody morskiej ze zdolnością ok. 445 m sześc. na
godzinę. Głównym źródłem ciepła jest reaktor prędki, chłodzony
ciekłym metalem, tj. stopem bizmutu i ołowiu (eutektyką Bi - 56% i Pb - 44%).
Eutektyka ma szereg korzystnych własności jako chłodziwo reaktorowe, m.in.
niską temperaturę topnienia (125 st. C), a wysoką temperaturę wrzenia (1670
st. C). Rdzeń reaktora ma średnicę zaledwie 79 cm, wysokość 70 cm, co przy
mocy termicznej rdzenia 30 MW daje gęstość mocy 87 MW/m sześc. Ciepło z
reaktora dostarczane jest do dwóch wytwornic pary (para o ciśnieniu 3,5 MPa i
temperaturze 435 st. C), z których każda zasila niezależny turbozespół.
Warto zaznaczyć, iż chłodzenie kondensatu odbywa się w obiegu zamkniętym,
przy użyciu powietrza, stąd nie istnieje konieczność zewnętrznego źródła
wody do chłodzenia. Masa całej elektrowni wynosi 60 do 220 t, w zależności
od opcji i zewnętrznych warunków chłodzenia. Wymagany obszar pod zabudowę to
3,5 ha, natomiast strefa ochronna wokół elektrowni wynosi 1 km. Elektrownia
Angstrem została przewidziana do pracy przy wykorzystaniu 8 tys. godzin
rocznie. Przeładunek paliwa odbywa się raz na 10-15 lat. Jej obsługę
stanowi 26 pracowników. Koszt produkcji energii elektrycznej ma wynieść 8
centów za kWh, energii cieplnej 24 centy za 1 GJ, a koszt odsalania wody
morskiej odpowiednio 90 centów za 1m sześc. Końcowa cena takiej modułowej
elektrowni szacowana jest na 26 mln USD i odpowiednio 33 mln USD z wyposażeniem
do odsalania wody morskiej. Jeśli chodzi o aktualne rozwiązania rosyjskie w zakresie
reaktorów mobilnych, to poza wyżej opisanym reaktorem Angstrem, skupiają się
one głównie nad budową tzw. pływających elektrowni (elektrociepłowni) jądrowych
o mocy 60 MWe, na bazie reaktorów KLT-40, jakie stosowano w lodołamaczach i
okrętach podwodnych. Byłyby one przeznaczone do zasilania przymorskich rejonów
północno-wschodniej Rosji, oddalonych od sieci elektroenergetycznych czy ciepłowniczych,
jak również do odsalania wody morskiej. Łącznie planuje się budowę 33
takich elektrowni w ciągu najbliższych 10-15 lat. Należy zauważyć, iż w
rejonie koła podbiegunowego zamieszkuje w Federacji Rosyjskiej ok. 20 mln ludności.
Przykładowe dane takiej pływającej elektrowni to: długość 150 m, szerokość
30 m, głębokość zanurzenia 4,5 m, projektowany czas eksploatacji 40 lat,
czas pomiędzy przeładunkami paliwa 6 lat, personel 60 osób, szacunkowy koszt
109 milionów USD. Jako że jednostka ta nie jest wyposażona we własny napęd
musi zostać doholowana na miejsce postoju (pracy) przez inny statek. Koszt
produkowanej energii elektrycznej ocenia się na 10 centów/kWh, co w
tamtych warunkach geograficznych jest ceną bardzo niską. Pierwsza taka pływającaelektrociepłownia
ma być uruchomiona w porcie Pewek na Półwyspie Czukotka. Pływającymi
elektrowniami (elektrociepłowniami) zainteresowane są także inne kraje, jak
np. Chiny, Indonezja i Filipiny. Z kolei japoński instytut Central Research Institute of
Electric Power Industry (JCRIEPI) opracował projekt małej modułowej
elektrowni jądrowej pod nazwą 4S "nuclear battery" (4S oznacza Super-Safe,
Small i Simple, tzn. bardzo bezpieczny, mały i o nieskomplikowanej budowie).
Konstrukcja tej elektrowni ma umożliwić transport jej modułów przy użyciu
helikoptera. Reaktor jądrowy 4S to reaktor chłodzony ciekłym sodem o zakładanym
czasie pracy bez przeładunku paliwa prawie 30 lat. Przewidywane są dwie wersje
tego reaktora, tj. o mocy 10 i 50 MWe. Japońska firma Toshiba Corporation
(największy producent urządzeń dla energetyki jądrowej w Japonii) zamierza
na swój koszt (25 mln USD) uruchomić demonstracyjną elektrownię 4S o mocy 10
MWe w 2012 r. w miejscowości Galena nad rzeką Jukon, na północ od Anchorage
na Alasce. Mieszkańcy Galeny (750 osób) żyją w wyjątkowo trudnych
warunkach klimatycznych - temperatura zimą spada do -50 st. C, do tego
dochodzi brak światła dziennego podczas krótkich dni zimowych. Aktualnie
mieszkańcy Galeny korzystają z energii elektrycznej wytwarzanej przez sześć
generatorów Diesla (4300 kW). Jednakże z uwagi na kosztowny transport paliwa
dostarczanego rzeką Jukon (w czasie gdy nie jest ona skuta lodem) płacą oni
za prąd trzykrotnie więcej, niż wynosi średnia cena energii elektrycznej w
Stanach Zjednoczonych. Przewiduje się iż koszt energii elektrycznej z reaktora
4S wyniesie 6 centów/kWh. Myśli się również o budowie tzw. minireaktorów (czy
mikroreaktorów) przewidzianych w przyszłości do zasilania stacji mieszkalnych
na Marsie czy lokalizowanych w piwnicach bloków mieszkalnych tutaj na Ziemi.
Przykładem takiego rozwiązania może być opracowany również w Japonii przez
Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) minireaktor "Rapid -L".
Reaktor ten o mocy 200 kWe i małych wymiarach (średnica 2 m, wysokość 6,5
m), chłodzony jest ciekłym sodem, a do sterowania mocą wykorzystuje ciekły
lit Li-6 (czyli zamiast prętów sterujących mamy pasywny układ sterowania),
co czyni go bezpiecznym. Wymiany paliwa dokonuje się po 10 latach
eksploatacji. Jak widać z powyższego krótkiego przeglądu, po 30-40
latach zastoju nastąpił wzrost zainteresowania małymi elektrowniami jądrowymi
w wielu państwach świata. Autor: dr Grzegorz Jezierski Energia Gigawat - 12/2005) |
Strona główna
Roczniki:
Kontakt: |
